核燃料後處理廠

核燃料後處理廠是實現核燃料的回收利用，並有利於核廢物的妥善處置的處理廠。是實現核燃料閉式循環的一個重要環節,是解決核電可持續發展的關鍵問題,也是國際上大多數核電國家的選擇。由於核電站乏燃料後處理廠放射性物質排放量大,環境敏感度高,因此,後處理設施的選址問題比核電廠的選址更複雜,更敏感,不僅要考慮廠址的環境特徵,還要考慮乏燃料、高放廢物固化體的運輸條件,更要考慮社會環境特徵等關鍵因素。詳細介紹了核燃料後處理技術的發展、國內外核燃料處理廠新建最佳化的經驗與展望、國內後處理廠退役的問題等。

基本介紹

• 中文名：核燃料後處理廠
• 外文名：Nuclear fuel reprocessing plant
• 全稱：核電站乏燃料後處理廠
• 核心：乏燃料後處理技術
• 領域：能源
• 學科：核化學

簡介

核燃料後處理可以實現核燃料的回收利用，並有利於核廢物的妥善處置。核燃料後處理參與構成核燃料的“閉合循環”。核燃料循環不論從經濟上，還是資源的有效利用上，對未來核能發展都很重要。作為核燃料後處理廠安全運行中重要的監督檢查項目之一，核臨界安全是指許可證持有者建立足夠的防護措施，避免意外臨界事故的發生。後處理廠相關的法規和標準對核臨界安全提出了嚴格的要求，如：必須提供可靠的設計特性，確保具有足夠的安全裕量應該遵循雙偶然性原則等。為實現核臨界安全的目標，需採用多種防護措施和手段，並進行嚴格的臨界安全計算。

核燃料後處理技術的發展

乏燃料後處理技術總體上經歷了軍用後處理、動力堆後處理兩個階段，目前正積極研發降低長期潛在毒性影響的先進分離技術，開發針對高燃耗MOX元件和金屬快堆乏燃料元件的乾法後處理工藝。

第一代後處理技術: 主要對象是低燃耗生產堆元件，以回收分離鈽和鈾為目標。從沉澱法過渡到萃取法，在萃取法中，以磷酸三丁酯(TBP) 為萃取劑( 氫化煤油為稀釋劑) 的 LD\HS 流程經過多年發展和運行，成為較為成熟的後處理流程。

第二代後處理技術: 採用改進的 LD\HS 流程，處理動力堆氧化物乏燃料的後處理技術。主要改進有: 改進首端和鈾鈽分離化學方法以適應動力堆乏燃料後處理帶來的問題; 改三個萃取循環為兩個; 改進試劑管理和廢物管理，減少廢物量和對環境的影響!以上改進使得以TBP 為萃取劑的 LD\HS 流程成為唯一大規模工業套用的後處理技術.後處理技術從第一代向第二代發展過程中，化學分離中所用還原劑的改進是關鍵，即以氨基磺酸亞鐵或硝酸亞鐵
改為肼作支持還原劑的四價鈾。
第三代後處理技術: 以動力堆元件氧化鈾和MOX 乏燃料為處理對象，在回收分離鈾鈽的同時，分離次錒系元素"長壽命裂變產物元素(LLFP) 的水法工藝!研發中的技術方案很多，大致可分為以下兩類.。

第一類是帶有一體化特徵的 全分離流程研發，對傳統 LD\HS 流程進行較大改變，統一考慮鈾鈽次錒系和 LLFP的走向與分離，同時使用多種方法和試劑，如 Urex系列流程NEXT 流程( 結晶法分離大量鈾或鈾鈽共結晶 後 進 行 進 一 步 分離) Purex+流程等。

第二類是改進的 LD\HS 流程作為主流程附加其他分離流程，其中改進的 LD\HS 流程工業套用上相對成熟!目前已研究了眾多的分離流程，但尚未達到中間試驗階段。

國外新建最佳化設計經驗概述

國外掌握先進核燃料循環技術國家在發展退役事業中有兩個重要經驗不容忽視，一方面針對現有核設施退役非常重視和發展退役相關技術，做好眼前工作；另一方面針對新建核設施非常重視將“設計特點導致的固有病症”及
時反饋到前端的建造階段，提出退役預案，改進和最佳化新建設計，為未來退役做好鋪墊和準備。經驗表明很多“病
症、頑疾”如果早期預防，其實是可以避免的。我國在核退役技術領域上的發展思路，亦可循此途徑追趕國外先進
退役理念和技術，通過引進、消化和吸收通過最終實現掌握技術，最終實現我們的目標。

國外目前在新建設計階段，都有退役專業、退役專家的參與，由退役人士提出設計要求，這種疊代和最佳化設
計的互動活動，對方便未來退役是非常必要和重要的。國外核燃料後處理廠新建最佳化設計經驗來源於最終退役獲得的經驗反饋，體現在設計和建造階段重點從廠址選擇、總平面布置、工藝設計、設備設計及輻射分區等方面出發，在確保工廠正常運行狀態的前提下，同時兼顧廠房考慮退役的便利性——從控制污染、減少受照劑量、便於源項調查、去污和拆除，以及有利於放射性廢物管理等退役內容和要求上，提出具體的物資準備和應預留的廠房條件。

核燃料後處理廠新建最佳化設計展望

新建最佳化設計的實現途徑

針對新建後處理廠便於退役的考慮，該如何納入現行設計程式。首先，應立足於退役經驗，由退役專業向新建各專業介紹退役概念，以及如何做好工程退役。其次，退役專業提出新建設計便於退役的總體內容與要求，使新建後處理設計的科技工作者熟悉如何方便退役的設計思路和要求，在此基礎上開展新建設計。之後，在退役專業取得新建設計方案後，制定相應的退役預案，最後向新建設計主工藝及相關專業提出具體的最佳化設計要求，對建設方案進行最佳化、改進。如此經過疊代設計的過程，最終實現設計最佳化。

針對後處理工程建設方案的內容與要求。建設內容應包含有利於方便最終退役的物資或現場條件的提供及準
備。如果工廠在設計與建造階段不具備該現場條件，將導致最終退役困難，則應當在工程初期提供條件，並包含對此類事項的考慮。為了確保上述現場條件、物資等事項儘可能的考慮周全，因此建議在建設方案中應當包括與放射性子項、系統與設備相對應的退役方案。新建設計中包含的退役方案建議稱為退役預案，因為此時尚沒有真正的源項作為基準，設施也不是最終的退役狀態。為了便於提出明確、且可行的最佳化設計要求，制定退役預案的內容和深度，建議與目前退役初步設計階段編制的實施方案的內容與深度相等同。

針對新建設施便於退役的最佳化設計在時機選擇上應如何考慮。借鑑國外便於退役的最佳化設計經驗，結合我國核燃料後處理建設項目審批程式和設計程式，建議我國核燃料後處理廠新建設計便於退役的最佳化設計時機應在項目可行性研究階段，且不應遲於該階段開展便於退役的最佳化設計工作，從而確保諸如投資、面積等關鍵性指標涵蓋設計最佳化的內容。

確定新建最佳化設計的原則

以上探討給出了核燃料後處理廠最佳化設計的一種實現途徑，可融入到現行的核放化類工程的新建設計與策劃程式中。為了確定便於退役新建設計的總體內容與要求，進需要確定總體設計的原則與界面。

便於退役的最佳化設計第一原則：最佳化設計內容與要求應當確保設施具備良好的工藝運行功能，這是前提，使設施具備便於退役的功能和條件在任何情況下都應當服從於這個先決條件。在疊代設計過程中，要平衡處理好這兩種功能相互矛盾的關係，不能作簡單的加減法取捨，由於工程需求始終牽引方案的導向，因此，要研究後處理廠設計方法，將最佳化設計的總體要求看作是更為可取的設計實踐。
便於退役的最佳化設計第二原則：針對那些如果在建造階段未考慮包含的事項或未提供廠房條件，將會給未來退役造成難以解決的問題或困難，建議應當對此類內容開展便於退役的最佳化設計。針對那些如果建造階段未考慮，但不會影響未來退役難以開展工作的事項或廠房條件，建議應當由退役階段考慮。只有在最佳化設計原則中給出劃分建設與退役二者之間界面的判據，才能理清和解決最佳化設計涵蓋範圍容易糾纏不清的關係。
便於退役的最佳化設計原則還應當遵循ALARA（合理可行且儘量低）原則、廢物最小化原則、易於去污和便於
拆除原則等，具體原則將體現在設計團隊各相關專業的設計之中。

確定新建最佳化設計的總體內容和要求

針對後處理廠建造和設計階段便於退役的總體內容與要求，如何確定。對早期遺留後處理廠退役典型的難點區域進行剖析，如：強放設備室，大型廢液貯槽，管道與管溝，箱室類設備等，發現上述廠房區域或工藝裝備在退役時採用遙控拆除的可能性較大，隨之帶來拆除技術的複雜程度顯著增大。除此以外，廠房的其它區域，在以往退役實踐中，也都暴露了一些設計特點引起的困難，為了給日後退役涉及的源項調查、廢物回取、系統去污和設備拆除時提供便利條件，結合上述退役活動各環節目前常採用的技術路線、退役裝備及操作工藝，對下述內容提出最佳化設計要求：

廠區周邊環境（廠房外的周邊環境；廠房外空地；地下通道和地下結構空間；屋頂和牆面；廠房內部和建築結構）。

廠房內部（有毒有害物質的使用情況；大型/重型設備的布置；禁止牆和防護樓板）。

系統和設備（停閉過渡期的系統狀態；切斷公用、服務系統與其他設施的聯繫；管道和管溝；貯槽；沉澱物聚集區；分析實驗室；箱室類設備；熱室；設備室）。
污染控制（牆、地面和頂棚；地坑和排水；可去污的能力）。

以上給出了最佳化設計總體思路的內容框架，在設計和策劃實踐中可結合新建後處理工程內容在此基礎上調整增減。

國內後處理廠退役難點及現狀分析

我國大型核軍工設施退役治理專項工作至今已進展將近三十年，積累了不少退役方面設計、實施和管理方面的經驗，同時也遇到了巨大的困難與挑戰。

早期核燃料後處理工程在眾多種類的核與輻射設施之中當屬退役難度大、且集中，其原因在於：

1. 通常廠房布置緊湊，空間環境複雜；
2. .工藝設備結構複雜；
3. 源項水平高、源分布不均勻且輻射場水平很高。
   上述因素導致人工難以接近，這些本身的困難加之新建設計又缺少對退役的考慮，這就等於雪上加霜、難上加難。

商用核燃料後處理廠今後退役將面臨同樣的問題，而且處境會更加惡劣，因為燃耗變深了，早期後處理廠處理的燃料元件輻照時間短，而動力堆的輻照時間長，且處理通過量較之前增大，這就帶來了放射性裂變產物的增多，比放射性活度更高，放射性後移給反應堆後段的各項操作都帶來了更多、更大的困難，例如禁止防護體變厚了，隨之而來的是鋼筋混凝土更難拆了，工藝設備尺寸加大，設備機械結構複雜，加之接觸的放射性水平更高，這將使強放射性區域設備的拆除難度增大，增加了遙控拆除操作的可能性。這些區域和設備應該如何退役，目前沒有相應的退役預案。

核燃料後處理廠有機溶劑的淨化處理

核燃料後處理是核燃料循環中的重要環節，目前，工業規模的核燃料後處理廠都採用PUREX流程，PUREX流程是以磷酸三丁酯(TBP)為萃取劑，以正十二烷、異十二烷、加氫煤油、磺化煤油或無臭煤油等烷烴類碳氫化合物為稀釋劑的液液萃取化工過程。在PUREX流程中，有機溶劑(萃取劑和稀釋劑)在放射性輻照、高溫及HNO₃、HNO₂等化學試劑的作用下，會發生斷鏈、水解、聚合、硝化和氧化等現象，稱為溶劑的降解反應。降解產物的生成，不僅將顯著減小對鋯、鈮、釕的淨化係數和降低鈾、鈽的收率，而且對萃取過程能否長期穩定運行有很大的影響。因此，在後處理廠中，當萃取設備和萃取工藝參數確定後，萃取過程能否穩定、正常地運行，達到高的鈾鈽收率和分離效率，以及對裂片等雜質的去污效率的決定因素是有機溶劑的質量，或者說取決於對污溶劑淨化處理的質量。

在核燃料後處理廠中，為提高溶劑的利用率，溶劑要循環使用，因此，有機溶劑的循環管理，是工程設計中的重要問題之一，也是後處理廠實際運行調度的大問題，循環使用的溶劑必須淨化，以除去污溶劑中的降解產物、裂片元素和鈾、鈽等雜質。隨著我國核電站中卸出的乏燃料燃耗的提高，乏燃料中裂變產物和放射性水平隨之增加，在對其進行後處理的過程中，溶劑所受的輻射劑量也隨之增大，相應的溶劑降解隨之加劇。因此，在工藝流程設計中需要重視有機溶劑的管理問題，最佳化有機溶劑管理，提高溶劑利用率，使放射性廢物最小化。